مقالات
در حال خواندن
نیروگاه هسته ای و چرخه های بکار رفته در آن
0

نیروگاه هسته ای و چرخه های بکار رفته در آن

توسط میلاد سکاکی۱۰ فروردین, ۱۳۹۶

از مهمترین منابع استفاده صلح آمیز از انرژی اتمی ، ساخت راکتورهای هسته‌ای جهت تولید برق می‌باشد. راکتور هسته‌ای وسیله‌ای است که در آن فرآیند شکافت هسته‌ای بصورت کنترل شده انجام می‌گیرد. در طی این فرآیند انرژی زیاد آزاد می‌گردد به نحوی که مثلا در اثر شکافت نیم کیلوگرم اورانیوم انرژی معادل بیش از ۱۵۰۰ تن زغال سنگ بدست می‌آید.

نیروگاه هسته‌ای به تأسیساتی صنعتی و نیروگاهی می‌گویند که بر پایهٔ فناوری هسته‌ای و با کنترل فرایند شکافت هسته‌ای، از گرمای تولید شدهٔ آن اقدام به تولید انرژی الکتریکی می‌کند. کنترل انرژی هسته‌ای با حفظ تعادل در فرایند شکافت هسته‌ای همراه است که با استفاده از گرمای تولیدی برای تولید بخار آب (مانند بیشتر نیروگاه‌های گرمایی) اقدام به چرخاندن توربین‌های بخار و به دنبال آن ژنراتورها می‌کند.

اولین راکتوری که منحصراً جهت تولید برق مورد استفاده قرار گرفت در شوروی سابق(ژوئن ۱۹۵۴ میلادی) نزدیم مسکو احداث گردید که بیشتر جنبه نمایشی داشت. تولید برق صنعتی از راکتورهای اتمی در سال ۱۹۵۶ در انگلستان آغاز شد و سپس این روند ادامه یافت.

هم اکنون در سراسر جهان ، راکتورهای متعددی در حال کار وجود دارند که بسیاری از آنها برای تولید قدرت و به منظور تبدیل آن به انرژی الکتریکی ، پاره‌ای برای راندن کشتیها و زیردریائیها ، برخی برای تولید رادیو ایزوتوپوپها و تحقیقات علمی و گونه‌هایی نیز برای مقاصد آزمایشی و آموزشی مورد استفاده قرار می‌گیرند. در راکتورهای هسته‌ای که برای نیروگاههای اتمی طراحی شده‌اند (راکتورهای قدرت) ، اتمهای اورانیوم و پلوتونیم توسط نوترونها شکافته می‌شوند و انرژی آزاد شده گرمای لازم را برای تولید بخار ایجاد کرده و بخار حاصله برای چرخاندن توربینهای مولد برق بکار گرفته می‌شوند.

امروزه حدود ۴۴۰ نیروگاه هسته‌ای در ۳۱ کشور جهان برق تولید می‌کنند. که سهم فرانسه با تولیدبیش از ۷۵ % درصد انرژی الکتریکی خود از این طریق از سایرین بیشتر بوده است.

اما روند استفاده از برق هسته‌ای بسیاری دیگر از کشورها را به ساخت رآکتورهای جدید تشویق کرده است.

تمامی نیروگاه‌های گرمایی متداول از نوعی سوخت برای تولید گرما استفاده می‌کنند. برای مثال گاز طبیعی، زغال سنگ یا نفت. در یک نیروگاه هسته‌ای این گرما از شکافت هسته‌ای که در داخل راکتور صورت می‌گیرد تامین می‌شود. در این فرآیند تعدادی نوترون و مقدار نسبتاً زیادی انرژی آزاد می‌شود.

تجهیزات رآکتور هسته ای
  • وسیله ای برای تنظیم واکنش زنجیره ای، مانند میله های کنترل که وظیفه ی جذب نوترون ها را به عهده دارند.
  • مدراتور که ماده ی شکافت پذیر موجود در محفظه ی مرکزی را احاطه نموده است. اینرآکتور امکان برخورد آنها با هسته و آغاز فرایند شکافت و از این رو تمدید واکنش زنجیروار را فراهم می آورد.
  • وسیله ی انتقال حرارت حاصل از فرایند شکافت و واکنش زنجیروار به خارج از محفظه ی داخلی راکتور که برای چرخش توربین های تولیدکننده ی  الکتریسیته بهره می جوید.

مکانسیم عمل رآکتور های هسته ای

انرژی هسته ای، شکل اصلی دیگری از انرژی است که در داخل اتم قرار دارد . یکی از قوانین جهانی این است که انرژی نه تولید پذیر است و نه از بین رفتنی ، اما به شکلهای دیگر قابل تبدیل است. ماده را می توان به انرژی تبدیل نمود. آلبرت انیشتن ، مشهورترین دانشمند جهان ، فرمول ریاضی خاصی را برای شرح این نظریه ارائه نموده است.

E = MC^2

چرخه رآکتور هسته ای

در نیروگاه‌های هسته‌ای پس از شکاف هسته، انرژی هسته‌ای به صورت حرارت آزاد می‌شود. از حرارت حاصله همانند نیروگاه‌های حرارتی می‌توان برای تولید برق استفاده کرد.یک نیروگاه هسته‌ای در اصل مانند یک نیروگاه فسیلی (حرارتی) کارمی‌کند، با این تفاوت که در نیروگاه اتمی، حرارت از سوزاندن زغال سنگ، نفت و یا گاز ایجاد نمی‌شود، بلکه از راه شکاف هسته اتم تولید می‌شود.جریان آب، این حرارت را به مولد بخار که درآن آب به‌بخار تبدیل می‌شود، از مدار اول منتقل می‌کند و بخار حاصله، توربین و در نتیجه مولد برق را به گردش در می‌آورد و سپس در چگالنده به آب تبدیل می‌شود. این آب در مدار دوم دوباره به مولد بخار برگردانده می‌شود و حرارت پس داده شده ، هنگام تبدیل بخار به آب در چگالنده، به وسیله آب خنک‌کننده در مدار سوم جذب و خارج می‌شود.نیروگاه‌های اتمی انواع مختلفی دارند. یکی از پیشرفته‌ترین آنها نیروگاه اتمی با راکتور آب تحت فشار است.برق تولیدشده در نیروگاه اتمی پس ازافزایش ولتاژ، درترانس‌های افزاینده، توسط خطوط انتقال فشار قوی به محل‌های مصرف منتقل می‌شود، در آنجا به وسیله ترانس‌های کاهنده، ولتاژ تا حد لازم کاهش می‌یابد و در اختیار مصرف‌کننده قرار می‌گیرد.این افزایش و کاهش ولتاژ به علت کم کردن تلفات در خطوط انتقال برق است.

در دنیا انواع نیروگاه های هسته ای از نظر ساختار وجود دارد ولی واقعیت این است که مکانیسم عمل آنها تقریباً یکی می باشد. به زبان علمی تر می توان گفت که انواع رآکتورها از نظر نوع سوخت مصرفی، نوع مدراتور و انتقال دهنده ی انرژی با یکدیگر متمایز می شوند. با مراجعه به اصطلاحات علمی قبلی باید بگوئیم روش کلی آنها استفاده از واکنش کنترل شده ی شکافت هسته ای می باشدکه از آن به عنوان یک منبع انرژی و یا به عنوان منبع نوترون و تابش گاما برای پژوهش های علمی و تولید عناصر مصنوعی مورداستفاده قرارمی گیرد.

روش کلی در رآکتورهای هسته ای این است که در مرکز رآکتور، اورانیوم غنی شده، اورانیوم طبیعی و یامخلوطی ازهردو را به عنوان سوخت به کار می برند.

متداولترین سوخت مصرفی در نیروگاه ها میله های سوخت تشکیل شده از اورانیوم غنی سازی شده می باشدکه به شکل قرص در داخل میله طراحی شده اند. قرص های سوخت از فولاد ضدزنگ ویا آلیاژی از فلز زیرکونیوم است.

یکی از نکات بسیار مهم در رآکتورهایی که ازآب با دمای بالا استفاده می گردد بحث خوردگی فلزات می باشد. پس همواره در رآکتورها می بایست از عناصر فلزی استفاده نمود که علاوه بر اینکه در برابر زنگ زدگی و خوردگی مقاوم می باشند، میزان جذب نوترون پایینی نیز داشته باشند تا موجب توقف واکنش زنجیره ای شکافت نشوند. که فلز زیرکونیوم علارغم قیمت بالای آن برای این کار بسیار مفید می باشد.

این میله هابایک کندکننده واکنش(مدراتور) احاطه شده اند. کندکننده ها وظیفه ی کند نمودن نوترون های به وجود آمده از شکافت را به عهده دارند. به این ترتیب امکان گیراندازی نوترون ها، افزایش می یابد.

ضریب تکثیر نوترون در حدود۱ نگه داشته می شود. یعنی هرشکافت توسط یک نوترون آغاز می گردد و درپایان شکافت می بایست فقط یک نوترون آزاد نماید.

اگر ضریب تکثیر از یک کمترباشد، واکنش زنجیره ای شکافت کندشده و در نهایت  و متوقف می گردد اگر ضریب تکثیر از۱ خیلی بیشترباشد، فرایندشکافت هسته ای بسیار سریع شده و منجربه تولیدانرژی فوق العاده می نماید که می تواند موجب ذوب میله های سوخت شده و کنترل رآکتور را مختل می نماید و موجب انفجارآن گردد.

چرخه ی سوخت هسته ای

درنیروگاه های هسته ای با استفاده از سیستم خنک کننده این گرما از بخش اصلی به سیستم تولید کننده بخارآب هدایت شده ودر آنجا بخار آب تولید شده توربین های بخار مولد برق را به حرکت در خواهدآورد.

چرخه رآکتور هسته ای

در رآکتورهای هسته ای از خنک کننده های مختلفی مثل هوا، گاز هلیوم، گاز دی اکسید کربن، سدیم مایع و یا آب سنگین استفاده می شود.

عمل سوختن اورانیوم در داخل نیروگاه اتمی متفاوت از سوختن زغال یا هر نوع سوخت فسیلی دیگر است. در ‏این پدیده با ورود یک نوترون کم انرژی به داخل هسته ایزوتوپ ۲۳۵U عمل شکست انجام می گیرد و ‏انرژی فراوانی تولید می کند. بعد از ورود نوترون به درون هسته اتم ، ناپایداری در هسته به وجود آمده و بعد از ‏لحظه بسیار کوتاهی هسته اتم شکسته شده و تبدیل به دو تکه شکست و تعدادی نوترون می‌شود.

بطور متوسط تعداد نوترونها به ازای هر ۱۰۰ اتم شکسته شده ۲۴۷ عدد است و این نوترونها اتمهای ‏دیگر را می‌شکنند و اگر کنترلی در مهار کردن تعداد آنها نباشد واکنش شکست در داخل توده اورانیوم به ‏صورت زنجیره‌ای انجام می‌شود که در زمانی بسیار کوتاه منجر به انفجار شدیدی خواهد شد. در واقع ورود ‏نوترون به درون هسته اتم اورانیوم و شکسته شدن آن توام با انتشار انرژی معادل با ‏‎ Mev‎‏۲۰۰ میلیون الکترون ‏ولت است.

این مقدار انرژی در سطح اتمی بسیار ناچیز ولی در مورد یک گرم از اورانیوم در حدود صدها هزار مگاوات ‏است. که اگر به صورت زنجیره‌ای انجام شود، در کمتر از هزارم ثانیه مشابه بمب اتمی عمل خواهد کرد. اما ‏اگر تعداد شکستها را در توده اورانیوم و طی زمان محدود کرده به نحوی که به ازای هر شکست ، اتم بعدی ‏شکست حاصل کند شرایط یک نیروگاه اتمی بوجود می‌آید. ‏

شکافت هسته‌ای صورت گرفته در یک رآکتور فقط بخشی از یک چرخه هسته‌ای است. این چرخه از معادن شروع می‌شود. اورانیوم استخراج شده از معدن معمولاً فرمی پایدار و فشرده مانند کیک زرد دارد. این اورانیوم معدنی به تأسیسات فرآوری فرستاده می‌شود و در آنجا کیک زرد به هگزافلوراید اورانیوم (که پس از غنی سازی به عنوان سوخت رآکتورها مورد استفاده قرار می‌گیرد) تبدیل می‌گردد. در این مرحله درجه غنی‌سازی اورانیوم یعنی درصد اورانیوم-۲۳۵ در حدود ۰٫۷٪ است.

انواع راکتورهای گرمایی

  •  کندسازی با آب سبک
  1. راکتور آب تحت فشار Pressurized Water Reactor به اختصار PWR
  2.  رکتور آب جوشان Boiling Water Reactor به اختصار BWR
  3.  راکتور D2G
  • کندسازی با گرافیت
  1.  ماگنوس Magnox
  2. راکتور پیشرفته با خنک کنندی گازی Advanced Gas-Coaled Reactor به اختصار AGR
  3.  راکتور RBMK
  4.  راکتور PBMR
  •  کند کنندگی با آب سنگین:
  1.  راکتور SGHWR
  2.  راکتور CANDU

راکتور آب تحت فشار، PWR

راکتور PWR یکی از رایج‌ترین راکتورهای هسته‌ای است که از آب معمولی هم به عنوان کند کننده نوترون‌ها و هم به عنوان خنک‌ کننده استفاده می‌کند. در یک PWR، مدار خنک اولیه از آب تحت فشار استفاده می‌کند. آب تحت فشار، در دمایی بالاتر از آب معمولی به جوش می‌آید، از این رو چرخه خنک‌ساز اولیه را به گونه‌ای طراحی می‌کنند که آب با وجود آن که دمایی بسیار بالا دارد، جوش نیاید و به بخار تبدیل نشود. این آب داغ و تحت فشار در یک مبدل حرارتی، گرما را به چرخه دوم منتقل می‌کند که یک نوع چرخه بخار است و از آب معمولی استفاده می‌کند. در این چرخه آب جوش می‌آید و بخار داغ تشکیل می‌شود، بخار داغ یک توربین بخار را می‌چرخاند، توربین هم یک ژنراتور و در نهایت ژنراتور، انرژی الکتریکی تولید می‌کند.

PWR به دلیل دارا بودن چرخه ثانویه با BWR تفاوت دارد. از گرمای تولیدی در PWR به عنوان سیستم گرم کننده در نواحی قطبی نیز استفاده شده است. این نوع راکتور، رایج‌ترین نوع راکتورهای هسته‌ای است و در حال حاضر، بیش از ۲۳۰ عدد از آن‌ها در نیروگاه‌های هسته‌ای تولید برق و صدها راکتور دیگر برای تأمین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرار می‌گیرند.

خنک کننده

همان طور که می‌دانید، برخورد نوترون‌ها با سوخت هسته‌ای درون میله‌های سوخت، موجب شکافت هسته اتم‌ها می‌شود و این فرآیند هم به نوبه خود، گرما و نوترون‌های بیش‌تری آزاد می‌کند. اگر این حرارت آزاد شده منتقل نشود، ممکن است میله‌های سوخت ذوب شوند و ساختار کنترلی راکتور از بین برود (و البته خطرهای مرگ‌آوری که به دنبال آن روی می‌دهند). در PWR، میله‌های سوخت به صورت یک دسته در ساختاری ترسیمی قرار گرفته‌اند و آب از کف راکتور به بالا جریان پیدا می‌کند. آب از میان این میله‌های سوخت عبور می‌کند و به شدت گرم می‌شود، به طوری که به دمای ۳۲۵ درجه سانتی‌گراد می‌رسد. در مبدل حرارتی، این آب داغ موجب داغ شدن آب در چرخه دوم می‌شود و بخاری با دمای ۲۷۰ درجه سانتی گراد تولید می‌کند تا توربین را بچرخاند.

کند کننده

نوترون‌های حاصل از یک شکافت هسته‌ای بیش از آن حدی گرمند که بتوانند یک واکنش شکافت هسته‌ای را آغاز کنند. دمای آن‌ها را باید کاهش داد تا با محیط اطراف خود به تعادل گرمایی برسند. محیط اطراف نوترون‌ها (قلب راکتور) دمایی در حدود ۴۵۰ درجه سانتی گراد دارد.

در یک PWR، نوترون‌ها در پی برخورد با مولکول‌های آب خنک‌ساز، انرژی جنبشی خود را از دست می‌دهند؛ به طوری که پس از ۸ تا ۱۰ برخورد (البته به طور متوسط) با محیط هم دما می‌شوند. در این حالت، احتمال جذب نوترون‌ها از سوی هسته U-235 بسیار زیاد است و در صورت جذب، بالافاصله هسته U-236 جدید دچار شکافت می‌شود.

مکانیسم حساسی که هر راکتور هسته‌ای را کنترل می‌کند، سرعت آزادسازی نوترون‌ها در طول یک فرآیند شکافت است به طور متوسط از هر شکافت، دو نوترون و مقدار زیادی انرژی آزاد می‌شود. نوترون‌های آزاد شده اگر با هسته U-235 دیگری برخورد کنند، شکافت دیگری را سبب می‌شوند و در نهایت یک واکنش زنجیره‌ای روی می‌دهد. اگر تمام این نوترون‌ها در یک لحظه آزاد شوند، تعدادشان به قدری زیاد می‌شود که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد. (تعداد ذرات پر انرژی، دمای یک سیستم را تعیین می‌کند. معادله بوتنرمن، این ارتباط را توصیف می‌کند) خوشبختانه برخی از این نوترون‌ها پس از یک بازه زمانی نه چندان کوتاه (حدود یک دقیقه) تولید می‌شوند و سبب می‌شوند دیگر عوامل کنترل کننده از این تاخیر زمانی استفاده کرده، اثر خود را داشته باشند.

یکی از مزیت‌های استفاه از آب در PWR، این است که اثر کندسازی آب با افزایش دما کاهش می‌یابد. در حالت عادی، آب در فشار ۱۵۰ برابر فشار یک اتمسفر قرار دارد (حدود ۱۵ مگا پاسکال) و در قلب راکتور به دمای ۳۲۵ درجه سانتی گراد می‌رسد. درست است که آب با فشار پانزده مگا پاکسال در این دما جوش نمی‌آید، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی‌اش کاسته می‌شود، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته‌ای کاهش می‌یابد، حرارت کم‌تری تولید می‌شود و دما پایین می‌آید. دما که کاهش یابد، توان راکتور افزایش می‌یابد و دما که افزایش یابد توان راکتور کاهش می‌یابد؛ پس خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی در راکتور است و تضمین می‌کند توان راکتور در کم‌ترین میزان مورد نیاز برای تأمین گرمای سیستم بخار ثانویه است.

در اغلب راکتورهای PWR، توان راکتور را در دوره فعالیت معمولی با تغییرات غلظت بورون (در شکل اسید بوریک) در چرخه خنک کننده اولیه کنترل اولیه کنترل می‌کنند. سرعت جریان خنک کننده اول در راکتورهای PWR معمولی ثابت است. بورون یک جذب کننده قوی نوترون است و با افزایش یا کاهش غلظت آن، می‌توان شدت فعالیت راکتور را کاهش یا افزایش داد. برای این کار، یک سیستم کنترلی پیچیده شامل پمپ‌های فشار بالا که آب را در فشار ۱۵ مگا پاسکال از چرخه خارج می‌کند، تجهیزات تغییر غلظت اسید بوریک و تزریق مجدد آب به چرخه خنک ساز مورد نیاز است.

یکی از اشکال‌های راکتورهای شکافت این است که حتی پس از توقف واکنش شکافت، هنوز هم واپاشی‌های رادیواکتیوی انجام می‌شود و حرارت زیادی آزاد می‌شود که می‌تواند راکتور را ذوب کند. البته سیستم‌های حفاظتی و پشتیبانی متعددی برای جلوگیری از این واقعه وجود دارند، با این حال ممکن است در اثر پیچیدگی‌های این سیستم، برهمکنش‌های پیش‌بینی نشده یا خطاهای عملیاتی مرگ آفرینی در شرایط اضطراری روی دهند. در نهایت، هر راکتور با یک حفاظ ساختمانی بتونی احاطه شده است که آخرین سد در برابر تشعشعات رادیواکتیو است.

راکتور آب جوشان، BWR

در راکتور آب جوشان، از آب سبک استفاده می‌شود. آب سبک، آبی است که در آن فقط هیدروژن معمولی وجود دارد. BWR اختلاف زیادی با راکتور آب تحت فشار ندارد، غیر از این که در BWR فقط یک چرخه خنک کننده وجود دارد و آب مستقیما در قلب راکتور به جوش می‌آید. فشار آب در BWR کم‌تر از PWR است، به طوری که در بیش‌ترین مقدار به ۷۵ برابر فشار جو می‌رسد (۵.۷ مگا پاسکال) و بدین ترتیب آب در دمای ۲۸۵ درجه سانتی‌گراد به جوش می‌آید.

راکتور BWR به شکلی طراحی شده‌اند که بین ۱۲ تا ۱۵ درصد آب درون قلب راکتور به شکل بخار در قسمت بالای آن قرار می‌گیرد. بدین ترتیب عملکرد بخش بالایی و پایینی هسته راکتور با هم تفاوت دارند. در بخش بالایی قلب راکتور، کندسازی کم‌تری صورت می‌گیرد و در نتیجه بخش بالایی گرم‌تر است.

در حالت کلی دو مکانیسم برای کنترل BWR وجود دارد: استفاده از میله‌های کنترل و تغییر جریان آب درون راکتور.

  •  بالا بردن یا پایین آوردن میله‌های کنترل، روش معمولی کنترل توان راکتور در حالت راه‌اندازی راکتور تا رسیدن به ۷۰ درصد حداکثر توان است. میله‌های کنترل حاوی مواد جذب کننده نوترون هستند؛ در نتیجه پایین آوردن آن‌ها موجب افزایش جذب نوترون در میله‌ها، کاهش جذب نوترون در سوخت و در نهایت کاهش آهنگ شکافت هسته‌ای و پایین آمدن توان راکتور می‌شود. بالا بردن میله‌های سوخت دقیقاً نتیجه معکوس می‌دهد.
  • تغییرات جریان آب درون راکتور، زمانی برای کنترل راکتور مورد استفاده قرار می‌گیرد که راکتور بین ۷۰ تا ۱۰۰ درصد توان خود کار می‌کند. اگر جریان آب درون راکتور افزایش یابد، حباب‌های بخار در حال جوش سریع‌تر از قلب راکتور خارج می‌شوند و آب درون قلب راکتور بیش‌تر می‌شود. افزایش مقدار آب به معنی افزایش کندسازی نوترون و جذب بیش‌تر نوترون‌ها از سوی سوخت است و این یعنی افزایش توان راکتور. با کاهش جریان آب درون راکتور، حباب‌ها بیش‌تر در راکتور باقی می‌مانند، سطح آب کاهش می‌یابد و به دنبال آن کندسازی نوترون‌ها و جذب نوترون هم کاهش می‌یابد و در نهایت توان راکتور کاهش می‌یابد.

بخار تولید شده در قلب راکتور از شیرهای جدا کننده بخار و صفحات خشک کن (برای جذب هر گونه قطرات آب داغ) عبور می‌کند و مستقیماً به سمت توربین‌های بخار که بخشی از مدار راکتور محسوب می‌شوند، می‌رود. آب اطراف راکتور همواره در معرض تابش و آلودگی رادیواکتیو است و از آنجا که توربین هم در تماس مستقیم با این آب است، باید پوشش حفاظتی داشته باشد. اغلب آلودگی‌های درون آب عمر کوتاهی دارند (مانند N16 که بخش اعظم آلودگی‌های آب را تشکیل می‌دهد و نیمه عمرش تنها ۷ ثانیه است)، بنابراین مدت کوتاهی پس از خاموش شدن راکتور می‌توان به قسمت توربین وارد شد.

در راکتور BWR، افزایش نسبت بخار آب به آب مایع درون راکتور موجب کاهش گرمای خروجی می‌شود. با این حال، یک افزایش ناگهانی در فشار بخار، سبب بروز یک کاهش ناگهانی در نسبت بخار به آب مایع درون راکتور می‌شود که خود، سبب افزایش توان خروجی می‌شود. این شرایط و دیگر حالت‌های خطرساز، موجب شده است از سیستم کنترلی اسید بوریک (بورون) نیز استفاده شود، بدین شکل که در سیستم پشتیبان خاموش کننده اضطراری، محلول اسید بوریک با غلظت بالا به چرخه خنک کننده تزریق می‌شود. مشکل این سیستم آن است که اسید بوریک، یک خورنده قوی است و معمولا در PWR سبب می‌شود تلفات ناشی از خوردگی قابل توجه باشد.

راکتور D2G

راکتور هسته‌ای D2G را می‌توان در تمام ناوهای دریایی ایالات متحده پیدا کرد. D2G مخفف عبارت زیراست:

D- راکتور ناو جنگی Destroyer-sized reactor

۲- نسل دوم Second Geneation

G- ساخت جنرال الکتریک General – Electric built

بدین ترتیب، D2G را می‌توان مخفف این عبارت دانست: راکتور هسته‌ای نسل دوم ویژه ناوهای جنگی ساخت جنرال الکتریک. این راکتور برای تولید حداکثر ۱۵۰ مگا وات انرژی الکتریکی و عمر مفید ۱۵ سال مصرف معمولی طراحی شده است.

در این نوع از راکتورها، برای هر مخزن بخار دو راکتور وجود دارد و طوری طراحی شده که بتوان هر دو اتاق توربین را با یک راکتور به راه انداخت. اگر هر دو راکتور فعال باشند، ناو به سرعت ۳۲ گره می‌رسد. اگر یک راکتور فعال باشد و توربین‌ها متصل به هم باشند، سرعت ناو به ۲۵ تا ۲۷ گره خواهد رسید و اگر فقط یک راکتور فعال باشد ولی توربین‌ها جدا باشند، سرعت فقط ۱۵ گره خواهد بود.

راکتور آب سنگین (Heavy-Water Reactor)‏ معروف به راکتورهای HWR

از انواع راکتور هسته‌ای صنعتی نوین در نیروگاه‌های هسته‌ای در جهان است که از انرژی هسته ای ستفاده می‌کند.

این راکتورها با آب سنگین کار می‌کنند، از آب سنگین به عنوان کند کننده نوترون و خنک‌کاری استفاده می‌شود. راکتورهای آب‌سنگین می‌توانند از اورانیوم معمولی یا غنی نشده هم استفاده کند، به همین دلیل تولید آب سنگین به بحث‌های مربوط به جلوگیری از توسعه سلاح‌های هسته‌ای مربوط است.

تولید این راکتورها از جنگ جهانی دوم آغاز و غالبا توسط کشور کانادا ساخته شده است. معروف‌ترین این راکتورها، راکتور کندو نام دارد.

دو نوع راکتور HWR امروزه در جهان مورد استفاده‌ است:

  1.  راکتور آب‌ سنگین فشرده
  2. راکتور کندو

راکتورهای هسته‌ای طبیعی

در طبیعت هم می‌توان مکان‌هایی را شبیه راکتور هسته‌ای پیدا کرد، البته به شرطی که تمام عوامل مورد نیاز به طور طبیعی در کنار هم قرار گرفته باشند. تنها نمونه شناخته شده یک راکتور هسته‌ای طبیعی دو میلیارد سال پیش در منطقه اوکلو در کشور گابن (قاره آفریقا) فعالیتش را آغاز کرده است. البته دیگر چنین راکتورهایی روی زمین شکل نمی‌گیرند، زیرا واپاشی رادیواکتیو این مواد (به خصوص U-235) در این زمان طولانی ۵.۴ میلیارد ساله (سن زمین)، فراوانی U-235 را در منابع طبیعی این راکتورها بسیار کاهش داده است، به طوری که مقدار آن به پایین‌تر از حد مورد نیاز آغاز یک واکنش زنجیره‌ای رسیده است.

این راکتورهای طبیعی زمانی شکل گرفتند که معادن غنی از اورانیوم به تدریج از آب زیرزمینی یا سطحی پر شدند. این آب به صورت کند کننده عمل کرد و واکنش‌های زنجیره‌ای شدیدی به وقوع پیوست. با افزایش دما، آب کند کننده بخار می‌شد و راکتور خاموش شد. پس از مدتی، این بخارها به مایع تبدیل می‌شدند و دوباره راکتور به راه می‌افتاد. این سیستم خودکار و بسته، یک راکتور را کنترل می‌کرد و برای صدها هزار سال، این راکتور را فعال نگاه می‌داشت.

مطالعه و بررسی این راکتورهای هسته‌ای طبیعی بسیار ارزشمند است، زیرا می‌تواند به تحلیل چگونگی حرکت مواد رادیواکتیو در پوسته زمین کمک کند. اگر زمین شناسان بتوانند این حرکت‌ها را شناسایی کنند، می‌توانند راه حل های جدیدی برای دفن زباله‌های هسته‌ای پیدا کنند تا روزی این ضایعات خطرناک به منابع آب سطح زمین نشت نکنند و فاجعه ای بشری به بار نیاورند.

انواع رآکتور های دیگر

رآکتورهای آب سبک(LWR) 

در این رآکتورها از آب معمولی هم به عنوان مدراتور و هم به عنوان خنک کننده استفاده می شود.

این روش در مقایسه با سایر رآکتورها بازدهی کمتری دارد ولی ساده تر بودن کاربرد و طراحی از آن از جمله ویژگی های آن است. دلیل این گفته بطور ساده این است که استفاده از بخار آب به عنوان منبع انرژی برای تولید الکتریسیته به درجه حرارت آب بستگی دارد.

درحقیقت برای بازدهی بیشتر رآکتور می بایست از درجه حرارت بالاتر آب استفاده نمود. این امر با مشکلاتی به همراه می باشد. بالاتر بردن درجه حرارت آب مستلزم آزاد گذاشتن فشار برای بالاتر رفتن درجه حرارت آب بدون بخار شدن آن می باشد.

برای این کار استفاده از لوله های فولادی بسیار قوی که بتواند فشار بالا را تحمل نماید لازم است. از طرف دیگر استفاده از این لوله های فولادی در نیروگاه ها سبب جذب نوترون ها شده و بدین ترتیب ضریب تکثیر نوترون از یک کمتر خواهد شد. و این بدان معناست که واکنش زنجیره ای شکافت متوقف شده و در حقیقت نیروگاه از کار می افتد.

پس همواره یکی از نکات قابل توجه در رآکتورهای آب سبک ایجاد توازن بین این دو موضوع می باشد.

رآکتور آب سنگین(HWR) 

در این نوع رآکتورها  از آب سنگین به عنوان مدراتور و هم خنک کننده استفاده می شود. از ویژگی های این نوع رآکتورها نسبت به رآکتورهای آب سبک توانایی استفاده از اورانیوم طبیعی با ۷/۰ ٪ ایزوتوپ ۲۳۵ اورانیوم(بدون نیازبه غنی سازی ) به عنوان سوخت هسته ای می باشد.

یکی از محصولات این نوع رآکتورها ماده رادیواکتیو پلوتونیوم می باشد که می توان از آن به عنوان یک ماده بسیار ارزشمند جهت استفاده از آن به عنوان سوخت رآکتور هسته ای استفاده نمود.

رآکتور با خنک کننده گاز(GCR)

مدراتور این رآکتورها گرافیت و گاز خنک کننده آنها گاز دی اکسید کربن می باشد و سوخت مصرفی آنها اورانیوم طبیعی است که با پوشش مگناکس(اکسید منیزیم) تهیه می گردد.

رآکتور با دمای بسیار بالا (HTGR) 

مدراتور این قبیل رآکتورها گرافیت، و خنک کننده آنها گاز هلیم می باشد. در این رآکتور ها از سوخت اورانیوم ۹۳٪ غنی شده استفاده می گردد.

رآکتور های زایای سریع(FBR) 

رآکتورهای زایای سریع به منظور تولید سوخت هسته ای طراحی شده است. هدف از به کارگیری این رآکتورها تولید انرژی برق نیست و در حقیقت این رآکتورها به سبب نوع ساختار خود بیشتر از سوخت مصرفیشان ماده شکافت پذیر تولید می کنند. که به همین دلیل به رآکتور زایا معروفند.یعنی در این رآکتورها با گیر انداختن یک الکترون توسط ایزوتوپ ۲۳۸ اورانیوم تبدیل به اورانیوم ۲۳۹ شده و سپس با خارج نمودن دو ذره بتا از خود به پلوتونیوم۲۳۹ تبدیل می گردد.سوخت این رآکتورها اورانیوم ۹۳٪ غنی شده و یا پلوتونیوم می باشد. این رآکتورها مدراتور ندارندو ماده خنک کننده آنها یک فلز مایع مانند سدیم می باشد.

رآکتور هسته ای بوشهر

مزایا و معایب رآکتور هسته ای

مزایای نیروگاه هسته ای :

  • نیروگاه هسته‌ای تمیز بوده و باعث خرابی کمتری در محیط زیست (نسبت به نیروگاه‌های نفتی و گازی) می‌شود
  •  نیروگاه هسته‌ای اثر گلخانه‌ای ندارد و باعث باران اسیدی نمی‌شود.
  •  مساحت نیروگاه هسته‌ای در مقایسه با نیروگاه‌هایی مثل زغال سنگ بسیار کمتر است.
  • استفاده از نیروگاه هسته‌ای مانع از بین رفتن سوخت فسیلی می‌شود.

انرژی هسته ای علی رغم مزایای بسیارش معایبی اساسی نیز دارد. که عبارت است از:

  •  مسائل دورریزی فضولات
  •  آلودگی محیط زیست با مواد پرتوزای بادوام ناشی از وقوع پیشامدهایی در نیروگاه و حین ترابری مواد رادیواکتیو
  • آلودگی گرمایی ناشی از نیروگاه ها
  •  تأثیرات سوء بر سلامتی انسان
  •   ذخایر محدود سنگ اورانیوم
  •   وجاهت اجتماعی اندک
  •  هزینه زیاد برای احداث
  •   فقدان حمایت شرکت های بیمه و مجامع مالی
  •  آسیب پذیری در برابر خرابکاری
  •  امکان تکثیر جنگ افزارهای هسته ای از زباله های رآکتور مرغوب
  •  و سوال هایی که در این مورد پیش می آید که بعد از سر آمدن عمر مفید نیروگاه های هسته ای پس از ۲۰ تا ۲۵ سال ، تکلیفشان چه خواهد شد.
واکنش شما چیست؟
I like it
50%
interested
50%
Hate it
0%
What
0%
درباره نویسنده
میلاد سکاکی
دانشجوی مهندسی مکانیک

پاسخ بدهید